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佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
本報告では、高温ガス炉PRAの実施上の課題である、建屋や黒鉛構築物、配管など静的な系統、構築物及び機器の多重故障を考慮した地震PRA手法の確立に向け進めている、静的SSCの多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法構築、建屋、黒鉛構築物の損傷を考慮したソースターム評価手法構築、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法構築及び実用高温ガス炉への適用性評価の概要について報告する。
松田 航輔*; 村松 健*; 牟田 仁*; 佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
高温ガス炉における、地震起因による原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の複数破断を含む事故シーケンス群の起因事象モデルについて、ソースタームの支配因子に着目した起因事象に対する階層イベントツリーを適用する場合と、個々の破断の組合せを考慮した多分岐イベントツリーを適用する場合を対象に地震時事故シーケンス頻度評価コードSECOM2-DQFMによる試計算を行った。評価結果から、高温ガス炉のための効率的かつ精度を維持できる起因事象の分類方法を構築できる見通しを得た。
Am sample in water-moderated low-enriched UO
fuel lattices at TCA櫻井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*; Liem, P. H.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(5), p.816 - 825, 2011/05
被引用回数：2 パーセンタイル：18.25(Nuclear Science & Technology)The reactivity worths of 22.82 grams of Am oxide sample were measured and theoretically analyzed in water-moderated UO fuel lattices in seven cores of the Tank Type Critical Assembly (TCA) at the Japan Atomic Energy Agency for an integral test of Am nuclear data. These cores provided a systematic variation in the neutron spectrum between the thermal and resonance energy regions. The sample reactivity worth was measured with uncertainty of 2.1% or less. The theoretical analysis was performed using the JENDL-3.3 nuclear data with a Monte Carlo calculation method. Ratios of calculation to experiment(C/E's) of the reactivity worth were between 0.91 and 0.97, and showed no apparent dependence on the neutron spectrum. In addition, sensitivity analysis based on the deterministic calculation method was carried out to obtain the impact of changing the Am capture cross-section on the sample reactivity worth. The result of this analysis showed that the C/E could be significantly improved by almost uniformly increasing the Am capture cross-section of JENDL-3.3 by 25 
30%.
村上 博幸; 水下 誠一; 吉澤 道夫; 山本 英明; 山口 武憲; 山口 恭弘
JAEA-Review 2006-032, 181 Pages, 2006/11
JAEA-Review-2006-032.pdf:45.0MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所放射線管理部(2005年9月30日までは日本原子力研究所東海研究所保健物理部)における2005年度の活動をまとめたものであり、環境モニタリング,施設及び作業者の放射線管理,個人線量管理及び放射線管理用機器の維持管理に関する業務の概要と、関連する研究・技術開発の概要を記載している。放射線業務従事者等の個人被ばく管理においては、保安規定等に定められた線量限度を超える被ばくはなかった。また、各施設から放出された気体及び液体廃棄物の量又は濃度は保安規定等に定められた放出管理目標値又は放出管理基準値を下回っており、周辺監視区域外における実効線量も保安規定等に定められた線量限度未満であった。原子力科学研究所放射線管理部の研究・技術開発活動においては、放射線管理上の技術的改良等にかかわる技術開発の他、放射線標準施設棟(FRS)等における中性子校正場の確立に関する研究開発等を実施した。
山本 俊弘; 桜井 淳; 須崎 武則; 新田 一雄*; 星 良雄; 堀木 欧一郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(12), p.1178 - 1184, 1997/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)主要な核分裂生成物元素であるRh,Cs,Nd,Sm,Eu,Gdの熱外中性子領域での断面積評価に利用可能な実験データを示す。TCA(Tank-type Critical Assembly)の炉心中心に挿入されたカドミウム被覆の容器に純水と核分裂生成物元素を含む水溶液を入れたときの臨界水位の差から反応度効果を求めた。それらの値は実験誤差と比べて有意な値であった。随伴熱中性子束はカドミウムカットオフエネルギー以下では容器内で大きく低下するので、熱外中性子領域での反応度効果を測定することができる。この実験に対する解析をSRACコードシステムと中性子輸送計算コードTWOTRANを用いて行った。核分裂生成物元素の反応度効果の計算には厳密摂動論を用いた。JENDL-3.2及びENDF/B-IVを用いて計算した反応度効果を測定値と比較したところ、JENDL-3.2は妥当な結果を与えた。
桜井 淳; 荒川 拓也*; 山本 俊弘; 小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一; 新田 一雄*; 堀木 欧一郎*
JAERI-Research 96-067, 41 Pages, 1996/12
JAERI-Research-96-067.pdf:1.04MB
原研のTCA炉心の中心領域に核分裂生成物核種(B:4濃度、Rh:6濃度、Cs:5濃度、Nd:6濃度、Sm:7濃度、Eu:7濃度、Gd:7濃度、Er:7濃度)を含む体系を構成して中性子断面積積分評価用臨界実験を実施した。それらの体系の厳密な個数密度を算出した。その値を使用して中性子増倍率をMCNP 4AとJENDL-3.2の組合せで計算した(ただし天然Erについては評価済み断面積が世界のどのライブラリーにも存在しないため除外してある)。計算で求めた中性子増倍率は、臨界固有値を非常によく再現している。このことからJENDL-3.2に収納されているこれらの核種の中性子断面積は評価精度がよいと判断される。今回の実験及び解析結果から、ここで取り上げた体系は、FP核種の中性子断面積積分評価用ベンチマーク問題としてすぐれていることが分かった。
仁科 浩二郎*; 小林 岩夫*; 三好 慶典; 須崎 武則; 奥野 浩; 野村 靖; 三竹 晋*; 板垣 正文; 外池 幸太郎; 角谷 浩享*; et al.
日本原子力学会誌, 38(4), p.262 - 271, 1996/00
第5回臨界安全性国際会議ICNC'95が1995年9月に米国アルバカーキにて開催された。参加者は17ヶ国から計約300名、発表は約150件あった。今回の会議では、これまではよく知られていなかった旧ソ連の臨界実験施設、臨界安全研究のほか、臨界事故について初めて報告された。そのほか、燃焼度クレジット、動特性解析などで地道な研究の進歩が見られた。本稿では、このようなICNC'95での発表を通じて臨界安全性研究の現状を解説する。
小室 雄一; 大友 正一; 桜井 淳; 山本 俊弘; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*; 新田 一雄*
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.L120 - L129, 1996/00
燃焼度クレジットを取入れた臨界安全性評価では、核分裂性核種の減損と核分裂生成物の生成による反応度の減少を考慮して臨界計算を行う。しかし、核分裂生成物核種を含む体系の臨界実験データは我が国にはなく、核データの検証はまだ十分に行われていない。原研では、水減速・水反射のUO
燃料棒正方格子配列の臨界集合体TCAの中央約4cm
4cmの領域に、燃焼度クレジットでよく使われる核分裂生成物核種を模擬した溶液約2リットルを設置し、溶液の種類と濃度を変えて、臨界水位及び反応度を測定した。模擬溶液としてSm(NO
)、CsNO、Gd(NO)、Nd(NO)、Rh(NO)、Eu(NO)を使った。摂動法による反応度計算結果は、約16%過大評価したRh(NO)を除いて、実験値とほぼ一致した。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP 4Aによる臨界計算結果も同様の傾向を示した。
須崎 武則; 黒澤 正義; 広瀬 秀幸; 山本 俊弘; 中島 健; 金井塚 文雄; 小林 岩夫*; 金子 俊幸*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.1B.11 - 1B.18, 1995/00
バーンアップクレジットを用いた使用済燃料の臨界安全管理を可能とするには、臨界安全評価に用いる計算手法の精度を確認するためのベンチマーク実験データが必要である。しかしながら、適切なデータは世界的にも皆無に近い状況である。原研燃料試験施設プールにおいて、PWR使用済燃料集合体2体に対して指数実験を行い、未臨界度に関する実験データを取得した。燃料組成を、照射後試験データ、運転管理データ、ORIGEN2による燃焼計算の三者を組合わせることにより推定し、それを用いて臨界計算を行ったところ、実験値を良い精度で再現した。このことから、既存の計算手法は使用済燃料に対しても妥当な精度を有すると考えられるが、さらなる精度向上を図るためには、核分裂生成物核種の含有量を測定する等の新たな努力が必要である。
U captures to 
U fission in low-enriched UO tight lattices中島 健; 赤井 昌紀; 山本 俊弘; 橋本 政男; 須崎 武則
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(11), p.1160 - 1170, 1994/11
被引用回数：7 パーセンタイル：56.56(Nuclear Science & Technology)U-235核分裂率に対するU-238捕獲反応率比(C8/F5)を4種類の稠密格子炉心1.42S,1.00S,0.75S及び0.56Sにおいて測定した。炉心は中央部に稠密格子のテスト領域を有し、周りを通常の格子のドライバ領域が囲んでいる。テスト領域の減速材対燃料体積比はそれぞれ1.420,1.000,0.750,0.564である。測定はウラン金属泊をテスト領域中心にある燃料棒内に設置して行われた。また、1.42S炉心と0.56S炉心では、C8とF5の燃料棒内半径方向の相対反応率分布の測定も行った。測定値に対する計算を連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリ及びSRACコードシステムとJENDL-2,JENDL-3ライブラリにより行った。C8/F5の計算値は実験値を過大評価しており、その差は稠密になるとともに大きくなっている。反応率とその分布の計算値を実験値と比較した結果、ウラン238の共鳴捕獲断面積が過大評価されている可能性が示された。
cores with soluble poisons三好 慶典; 山本 俊弘; 須崎 武則; 小林 岩夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1201 - 1211, 1992/12
臨界安全設計から制限される燃料取扱量を増大する上では、可溶性毒物を利用する事が考えられる。本報告は、主要な中性子吸収体であるボロンとガドリニウムを含む軽水減速体系に関する臨界実験及び解析結果について論じたものである。実験では、体系の安全裕度の評価において重要な温度係数を臨界水位法により測定した。ここでは、主として温度係数の炉心形状依存性及び毒物濃度依存性に注目した。また解析では、SRACシステムのCITATION(拡散コード)及び摂動計算コードCIPERによりベンチマーク計算を行うと共に、温度係数の領域(炉心部、反射体部)別寄与の特性を検討した。
桜井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*
no journal, ,
現行の核データライブラリーにおける熱から共鳴エネルギーでのAm-241中性子捕獲反応断面積を検証するために、原子力機構の軽水臨界実験装置TCAに構築した水対燃料体積比が0.56から3と異なる6種類の炉心においてAm-241酸化物サンプル(23g)の反応度価値を測定し、解析を行った。サンプル反応度価値は、炉心中心において0.4%2.1%の精度で測定した。解析はJENDL-3.3核データを用いて連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより行った。TCAを模擬した体系の中心にサンプルを挿入する場合としない場合の各々で実効増倍率を計算し、それらの差よりサンプル反応度価値を統計精度0.6%1.1%で得た。その結果、計算は測定値を4%9%過小評価する結果となった。さらに、この実験と計算の不一致の原因を調べるために、JENDL共分散ファイルをもとに、核データの誤差に起因する計算値の誤差について評価を行った。
山本 健義*; 東條 拓也*; 黒田 雅利*; 角田 淳弥; 相原 純; 橘 幸男
no journal, ,
高温ガス炉(HTGR)用燃料の耐酸化性を向上させるため、燃料コンパクトとして、これまでの黒鉛母材に代わるSiC/C混合母材の適用についての研究開発を進めている。この研究開発の一環として、試作したSiC/C混合母材燃料(模擬)コンパクトのヤング率を圧縮試験及び超音波法により測定した。データのバラつきについて、コンパクトが完全な等方性を有していないためであると考えられる。また、試作条件とSiC/C混合母材燃料(模擬)の強度の関係をモデル化し、高い強度を持つSiC/C混合母材燃料の製造条件を予測するために適したSiC/C混合母材燃料(模擬)の試作条件を決定した。
黒田 雅利*; 東條 拓也*; 山本 健義*; 相原 純; 橘 幸男
no journal, ,
高温ガス炉は固有の安全性を有する第4世代原子炉である。しかしながら、高温ガス炉特有の事故である空気侵入事故時に想定をはるかに超える空気が炉内に侵入した場合には、燃料要素が酸化する恐れがある。そのため、燃料要素自体に耐酸化性能を有する耐酸化燃料要素の研究開発が現在進められている。燃料要素の健全性が事故時においても維持されるためには、高強度な耐酸化燃料要素の作製技術が求められる。そこで本研究では、耐酸化燃料要素の成形体の強度に影響を及ぼすパラメータとしてホットプレス条件を取り上げ、統計的手法を適用することによりホットプレス条件から成形体の強度を予測できるモデルを作成した。またそのモデルにより高強度な耐酸化燃料要素を作製できるホットプレス条件を予測した。
東條 拓也*; 山本 健義*; 黒田 雅利*; 相原 純; 橘 幸男
no journal, ,
高温ガス炉の燃料は黒鉛・炭素母材で成形した燃料要素を使用している。しかしながら、高温ガス炉の安全性・信頼性を更に向上させるため、高温ガス炉の特徴的な事故のひとつである空気侵入事故時に、想定をはるかに超える空気が侵入した場合でも、燃料の耐酸化性能が維持されるよう、耐酸化性能を持たせる研究が現在行われている。本研究では、様々なホットプレス条件で作製した耐酸化燃料要素に対して強度試験を行った。その結果、ホットプレス温度では13001600
Cの範囲で温度が低いほど圧縮強さは大きくなる傾向を示した。
